JP7014826B2 - Reactor core - Google Patents

Reactor core Download PDF

Info

Publication number
JP7014826B2
JP7014826B2 JP2019572823A JP2019572823A JP7014826B2 JP 7014826 B2 JP7014826 B2 JP 7014826B2 JP 2019572823 A JP2019572823 A JP 2019572823A JP 2019572823 A JP2019572823 A JP 2019572823A JP 7014826 B2 JP7014826 B2 JP 7014826B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
heat pipe
casing
neutron moderator
module
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2019572823A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP2021512277A (en
Inventor
ニコライ イヴァノヴィチ ロジノフ
アレクサンドル セルゲーエヴィチ ミハイエフ
アレクセイ ドミトリエヴィチ クロトフ
Original Assignee
ジョイント ストック カンパニー “ステート サイエンティフィック センター オブ ザ ロシアン フェデレーション - インスティテュート フォー フィジックス アンド パワー エンジニアリング ネームド アフター エー・アイ リピンスキー”
ジョイント ストック カンパニー“サイエンス アンド イノヴェーションズ”
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ジョイント ストック カンパニー “ステート サイエンティフィック センター オブ ザ ロシアン フェデレーション - インスティテュート フォー フィジックス アンド パワー エンジニアリング ネームド アフター エー・アイ リピンスキー”, ジョイント ストック カンパニー“サイエンス アンド イノヴェーションズ” filed Critical ジョイント ストック カンパニー “ステート サイエンティフィック センター オブ ザ ロシアン フェデレーション - インスティテュート フォー フィジックス アンド パワー エンジニアリング ネームド アフター エー・アイ リピンスキー”
Publication of JP2021512277A publication Critical patent/JP2021512277A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP7014826B2 publication Critical patent/JP7014826B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/10Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
    • G21C1/12Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated moderator being solid, e.g. Magnox reactor or gas-graphite reactor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/257Promoting flow of the coolant using heat-pipes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/40Structural combination of fuel element with thermoelectric element for direct production of electric energy from fission heat or with another arrangement for direct production of electric energy, e.g. a thermionic device
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

本発明は、核エネルギーの分野に関し、炉心の外側で熱エネルギーを電気エネルギーに直接変換する原子炉(特に熱光起電原子炉)で使用される。 The present invention relates to the field of nuclear energy and is used in nuclear reactors (particularly thermoelectromagnetic reactors) that directly convert thermal energy into electrical energy outside the core.

ヒートパイプを備えた炉心(特許文献1に記載の発明「ヒートパイプによって冷却されるモバイル高速炉」、2016年1月22日公開)が知られている。 A core equipped with a heat pipe (invention "mobile fast reactor cooled by a heat pipe" described in Patent Document 1, published on January 22, 2016) is known.

この出願による炉心には、金属ブロックに囲まれたヒートパイプおよび燃料要素(fuel element)が含まれている。燃料要素には、核燃料、上部および下部の中性子反射板、反射板の上下にあるガスキャビティが含まれる。 The core according to this application includes a heat pipe and a fuel element surrounded by metal blocks. Fuel elements include nuclear fuel, upper and lower neutron reflectors, and gas cavities above and below the reflectors.

ヒートパイプには、蒸発する冷却材および芯(wick)で満たされた密閉ハウジングが含まれている。 The heat pipe contains a sealed housing filled with evaporating coolant and a wick.

ヒートパイプは、炉心外側の熱をガス冷却材(ガスタービンの作動体(空気またはСО2))に伝達するように配置される。タービン入口での作動体(空気)の最高温度は、約1100Kである。 The heat pipe is arranged so as to transfer the heat outside the core to the gas cooling material (gas turbine actuator (air or СО 2 )). The maximum temperature of the working body (air) at the turbine inlet is about 1100K.

米国出願公開2016/0027536号明細書US Application Publication No. 2016/0027536

M.S. El-Genk, J-M.P. Tournier, "SAIRS" - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System// Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No.1, pp. 25-34, 2004M.S. El-Genk, J-M.P. Tournier, "SAIRS" --Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System // Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No.1, pp. 25-34, 2004

上記の技術的な解決策の欠点は、炉心出口での冷却材の温度が比較的に低いことであり、これにより熱エネルギーを電気エネルギーに直接変換することができない。 The drawback of the above technical solution is that the temperature of the coolant at the core outlet is relatively low, which makes it impossible to directly convert thermal energy into electrical energy.

本発明における技術的解決策に最も近い技術は、非特許文献1に記載の高速炉SAIRSである。 The technique closest to the technical solution in the present invention is the fast reactor SAIRS described in Non-Patent Document 1.

この高速炉では、炉心は1本のヒートパイプおよび3つの燃料要素で構成されるモジュールを60個含む。モジュールは互いに近くに配置され、三角形のパッケージを形成する。 In this fast reactor, the core contains 60 modules consisting of one heat pipe and three fuel elements. The modules are placed close to each other to form a triangular package.

燃料要素のカバーは、熱伝導によりヒートパイプに熱を伝達するレニウム三面体インサートを介してヒートパイプの本体にはんだ付けされる。各燃料要素の一端にはガスキャビティがある。濃縮度83.7%の窒化ウランペレットが燃料として使用される。 The cover of the fuel element is soldered to the body of the heat pipe via a renium trihedral insert that transfers heat to the heat pipe by heat conduction. There is a gas cavity at one end of each fuel element. Uranium nitride pellets with an enrichment of 83.7% are used as fuel.

この技術的な解決策の欠点は、炉心出口での冷却材の温度が比較的に低い(1200K)ため、熱電、熱電子、熱光起電の電力変換器を効率的に使用できないことである。 The disadvantage of this technical solution is that the coolant temperature at the core outlet is relatively low (1200K), which makes it impossible to use thermoelectric, thermoelectron and thermoelectromotive power converters efficiently. ..

本発明の目的は、上記欠点を解消すること、つまり、炉心出口で冷却材温度を上昇させることである。 An object of the present invention is to eliminate the above-mentioned drawbacks, that is, to raise the coolant temperature at the core outlet.

モジュール、燃料要素、ヒートパイプを含む原子炉の炉心における上記欠点を解消するため、次の構成が提案される。 In order to eliminate the above-mentioned drawbacks in the core of the reactor including modules, fuel elements and heat pipes, the following configurations are proposed.

原子炉の炉心であって、1つのヒートパイプと少なくとも1つの燃料要素とを含むモジュールを少なくとも1つ備え、前記ヒートパイプは、ヒートパイプケーシングと、芯と、冷却材とを含み、前記燃料要素は、核燃料と容器とを含み、前記炉心は、内部に前記少なくとも1つのモジュールが配置されるための少なくとも1つの穴を有する固体中性子減速材固体を炉心ケーシング内に配してなり、前記ヒートパイプがモジュールケーシング内に配され、燃料要素がヒートパイプの蒸発領域の周囲に、ヒートパイプケーシングと熱接触するような状態で配置されて、容器内に収納されており、前記モジュールケーシングと前記固体中性子減速材との間の隙間は、液体中性子減速材で満たされている。 The core of a nuclear reactor, comprising at least one module containing one heat pipe and at least one fuel element, said heat pipe comprising a heat pipe casing, a core, and a coolant, said fuel element. Consists of a nuclear fuel and a container, the core comprising a solid neutron reducer solid having at least one hole for arranging the at least one module inside the heat pipe. Is arranged in the module casing, and the fuel element is arranged around the evaporation region of the heat pipe so as to be in thermal contact with the heat pipe casing and is housed in the container, and the module casing and the solid neutrons are contained. The gap between the reducing material and the reducing material is filled with the liquid neutron reducing material.

また、特定の態様として、次のような構成が提案される。 Further, as a specific aspect, the following configuration is proposed.

第1に、前記モジュールケーシング内が、真空にされていること。 First, the inside of the module casing is evacuated.

第2に、前記モジュールケーシング内が、熱伝導率の低い不活性ガス、例えば、キセノンで満たされていること。 Second, the inside of the module casing is filled with an inert gas having a low thermal conductivity, for example, xenon.

第3に、水が、液体中性子減速材として使用されること。 Third, water is used as a liquid neutron moderator.

第4に、アルコール液など、少なくともマイナス40℃までは凍結しない液体が、液体中性子減速材として使用されること。 Fourth, a liquid that does not freeze up to at least -40 ° C, such as an alcohol solution, is used as a liquid neutron moderator.

第5に、例えば、リチウム、カルシウム、鉛、銀などの高沸点で低融点の金属が、前記ヒートパイプの冷却材として使用されること。 Fifth, for example, a metal having a high boiling point and a low melting point such as lithium, calcium, lead, and silver is used as a cooling material for the heat pipe.

本発明によれば、原子力発電所の効率が向上し、特に熱光起電エネルギー変換を備えた原子炉の炉心の使用範囲の拡大に寄与する。 According to the present invention, the efficiency of a nuclear power plant is improved, and in particular, it contributes to the expansion of the range of use of the core of a nuclear reactor equipped with thermoelectric electromotive energy conversion.

本発明の実施の形態に係る原子炉の炉心の一部の断面図である。It is sectional drawing of a part of the core of the nuclear reactor which concerns on embodiment of this invention. 実施形態に係る原子炉の炉心モジュールの一部の縦断面図である。It is a vertical sectional view of a part of the core module of the nuclear reactor which concerns on embodiment. 図2の原子炉の炉心モジュールの横断面図である。It is a cross-sectional view of the core module of the nuclear reactor of FIG.

以下、図面に基づき本発明の実施の形態に係る原子炉の炉心について説明する。 Hereinafter, the core of the nuclear reactor according to the embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

なお、各図において、次の参照番号が示されている。 In each figure, the following reference numbers are shown.

1-モジュールハウジング、2-ヒートパイプ本体、3-燃料要素の容器(can)、4-固体中性子減速材、5-断熱材、6-ヒートパイプの芯、7-固体中性子減速材のシェル(shell)、8-核燃料、である。 1-module housing, 2-heat pipe body, 3-fuel element container (can), 4-solid neutron moderator, 5-insulation material, 6-heat pipe core, 7-solid neutron moderator shell. ), 8-Nuclear fuel.

本発明の概要は次の通りである。 The outline of the present invention is as follows.

原子炉の炉心には、少なくとも1つの炉心モジュール、固体中性子減速材4、および液体中性子減速材が含まれている。 The core of a nuclear reactor contains at least one core module, a solid neutron moderator 4, and a liquid neutron moderator.

炉心モジュールは、少なくとも1つのヒートパイプ、少なくとも1つの燃料要素、および断熱材5を含む。 The core module includes at least one heat pipe, at least one fuel element, and insulation 5.

炉心モジュールは、中性子を弱吸収する材料(low-capture material)、例えば、ジルコニウム合金のケーシング1の形で作られている。
実施の形態における一の特定の場合では、炉心モジュールのケーシング(モジュールケーシング)1内が真空にされる。また、別の特定の場合には、ケーシング1内は、低熱伝導率である不活性ガス、例えば、キセノンで満たされている。
The core module is made in the form of a low-capture material, for example, a zirconium alloy casing 1.
In one particular case of the embodiment, the inside of the casing (module casing) 1 of the core module is evacuated. Further, in another specific case, the casing 1 is filled with an inert gas having a low thermal conductivity, for example, xenon.

真空または不活性ガスは、炉心モジュールのケーシング1、ヒートパイプのケーシング(ヒートパイプケーシング)2、断熱材5の材料腐食に対する保護を提供する。 The vacuum or inert gas provides protection against material corrosion of the core module casing 1, the heat pipe casing (heat pipe casing) 2, and the insulation 5.

ヒートパイプは、ケーシング2内部に芯6を収納する形で作られており、高沸点で低融点金属である冷却材を含んでいる。 The heat pipe is formed so as to house the core 6 inside the casing 2, and contains a cooling material which is a metal having a high boiling point and a low melting point.

実施の形態の特別な場合には、リチウム、カルシウム、鉛、および銀がヒートパイプの冷却材として使用される。 In the special case of embodiments, lithium, calcium, lead, and silver are used as cooling agents for heat pipes.

ヒートパイプのケーシング2と芯6は、モリブデンのような高融点材料でできている。ヒートパイプは、原子炉の炉心外の燃料要素で発生した熱を放出できるように設計されている。 The casing 2 and the core 6 of the heat pipe are made of a melting point material such as molybdenum. Heat pipes are designed to dissipate the heat generated by the fuel elements outside the core of the reactor.

燃料要素は、核燃料8からなり、核燃料8はヒートパイプのケーシング2の周囲であって、ヒートパイプの蒸発領域に、ヒートパイプのケーシング2と熱接触した状態で配さ、容器3で外側が囲まれる。 The fuel element is composed of a nuclear fuel 8, which is arranged around the heat pipe casing 2 in a state of thermal contact with the heat pipe casing 2 in the heat pipe evaporation region, and is surrounded by a container 3 on the outside. Is done.

燃料要素の容器3は、モリブデンなどの高融点の耐火材料でできている。 The fuel element container 3 is made of a refractory material having a high melting point such as molybdenum.

核分裂性同位体含有量が20%以下の酸化物、窒化物、炭化物の形態のウランまたはプルトニウム同位体は、核燃料8用の核分裂性物質として使用される。 Uranium or plutonium isotopes in the form of oxides, nitrides, carbides with a fissionable isotope content of 20% or less are used as fissile material for nuclear fuel 8.

燃料要素の目的は、核燃料8で発生する核反応による熱を得ることである。断熱材5は、炉心モジュールの内側で、炉心モジュールのケーシング1と燃料要素の容器3との間に配される。断熱材5は、例えば、モリブデンなどの高融点金属の箔で作られた多層熱シールドの形で作られている。 The purpose of the fuel element is to obtain heat from the nuclear reaction generated by the nuclear fuel 8. The heat insulating material 5 is arranged inside the core module between the casing 1 of the core module and the container 3 of the fuel element. The heat insulating material 5 is made in the form of a multilayer heat shield made of a foil of a refractory metal such as molybdenum.

断熱材5の目的は、炉心モジュールのケーシング1から液体中性子減速材への熱漏れを防ぐことである。 The purpose of the heat insulating material 5 is to prevent heat leakage from the casing 1 of the core module to the liquid neutron moderator.

固体中性子減速材4は、円柱状または穴のある多面体の形のベリリウムなどの中性子減速材料でできている。全部の中性子減速材料は固体減速材4のシェル7に収納されている。固体中性子減速材4の穴に複数の炉心モジュールが配置されている。炉心モジュールと固体中性子減速材4との間は、中性子の液体減速材で満たされている。 The solid neutron moderator 4 is made of a neutron moderator such as beryllium in the form of a polyhedron with columns or holes. All neutron moderators are housed in the shell 7 of the solid moderator 4. A plurality of core modules are arranged in the holes of the solid neutron moderator 4. The space between the core module and the solid neutron moderator 4 is filled with a liquid neutron moderator.

特定のケースでは、液体中性子減速材として、水または、温度が少なくともマイナス40℃に低下しても凍結しない液体、たとえば、アルコール溶液が、使用される。 In certain cases, as the liquid neutron moderator, water or a liquid that does not freeze when the temperature drops to at least −40 ° C., such as an alcohol solution, is used.

固体中性子減速材4と液体中性子減速材は、中性子の熱スペクトルを取得するように設計されている。 The solid neutron moderator 4 and the liquid neutron moderator are designed to acquire the thermal spectrum of neutrons.

さらに、液体中性子減速材は、固体中性子減速材4と炉心モジュールのケーシング1を冷却する冷却材として機能する。 Further, the liquid neutron moderator functions as a coolant for cooling the solid neutron moderator 4 and the casing 1 of the core module.

固体中性子減速材4のシェル7は、液体中性子減速材の腐食作用から固体中性子減速材を保護するように設計されている。 The shell 7 of the solid neutron moderator 4 is designed to protect the solid neutron moderator from the corrosive action of the liquid neutron moderator.

原子炉の炉心は次のように動作する。 The core of a nuclear reactor operates as follows.

燃料要素の核燃料8では、核分裂反応で熱が放出される。発生した熱は、ヒートパイプのケーシング2を介して、ヒートパイプの芯6を満たす冷却材に伝達される。冷却材は、芯6から蒸発し、冷却材の蒸気は、ヒートパイプのケーシング2の内部空間を満たし、その蒸気の熱は、原子炉の炉心の外側のエネルギー変換器に運ばれ、そこで凝縮し、芯6を介してヒートパイプの蒸発領域に戻る。 In the nuclear fuel 8 of the fuel element, heat is released by the fission reaction. The generated heat is transferred to the cooling material that fills the core 6 of the heat pipe via the casing 2 of the heat pipe. The cooling material evaporates from the core 6, the steam of the cooling material fills the internal space of the casing 2 of the heat pipe, and the heat of the steam is carried to the energy converter outside the core of the reactor and condensed there. , Return to the evaporation area of the heat pipe via the core 6.

蒸発する冷却材による熱伝達は、熱源とその消費部との間に温度降下がほとんどないため、原子炉の炉心の出口だけでなく、エネルギー変換器入口でも比較的に高い冷却材温度(1500~1800K)を得ることができる。これにより、原子力発電所の効率が向上し、そのような発電所の範囲が拡大する。 Since there is almost no temperature drop between the heat source and its consumption part in the heat transfer by the evaporating coolant, the coolant temperature (1500 ~) is relatively high not only at the outlet of the core of the reactor but also at the inlet of the energy converter. 1800K) can be obtained. This will improve the efficiency of nuclear power plants and expand the scope of such power plants.

固体中性子減速材4と液体中性子減速材は、低濃縮の核燃料8で熱中性子に核分裂反応の可能性を提供する。液体中性子減速材は、固体中性子減速材4の機能を補完し、固体中性子減速材4を冷却する冷却材としても機能する。 The solid neutron moderator 4 and the liquid neutron moderator provide the possibility of fission reaction to thermal neutrons with low enrichment nuclear fuel 8. The liquid neutron moderator complements the function of the solid neutron moderator 4 and also functions as a cooling material for cooling the solid neutron moderator 4.

断熱材5のため、モジュールのケーシング1からの熱漏れが最小限に抑えられ、液体中性子減速材の温度は低い。これにより、大気圧で水またはアルコールの水溶液を液体中性子減速材として使用できる。 Since the heat insulating material 5, heat leakage from the casing 1 of the module is minimized, and the temperature of the liquid neutron moderator is low. This allows an aqueous solution of water or alcohol to be used as a liquid neutron moderator at atmospheric pressure.

原子炉の炉心の特定の実施例
固体中性子減速材4は、直径760mm、全高約700mm、直径40mmの217個の穴を持ついくつかのベリリウムディスクで構成されている。ベリリウムディスクは、ジルコニウム合金E110製のシェル7で完全に囲まれている。
Specific Example of Reactor Core The solid neutron moderator 4 is composed of several beryllium discs with 217 holes diameter 760 mm, total height about 700 mm and diameter 40 mm. The beryllium disc is completely surrounded by a shell 7 made of zirconium alloy E110.

固体中性子減速材4の穴に炉心モジュールが配置されている。水は液体中性子減速材として使用される。モジュールを備えた固体中性子減速材4の穴は同心円状に配置され、モジュールの中心間の最小距離は42mmである。 The core module is arranged in the hole of the solid neutron moderator 4. Water is used as a liquid neutron moderator. The holes of the solid neutron moderator 4 provided with the module are arranged concentrically, and the minimum distance between the centers of the modules is 42 mm.

原子炉の炉心モジュールは、直径約35mm、壁厚1.5mmのジルコニウム合金E110製の円筒体1の形で作られている。モジュールケーシング1の内部にはヒートパイプがある。 The core module of a nuclear reactor is made in the form of a cylinder 1 made of a zirconium alloy E110 having a diameter of about 35 mm and a wall thickness of 1.5 mm. There is a heat pipe inside the module casing 1.

外径が約14mmのヒートパイプのケーシング2は、モリブデンでできている。ヒートパイプのケーシング2の内面には、約40ミクロンの正方形メッシュサイズを有するモリブデングリッドの2層で作られたヒートパイプの芯6が取り付けられている。 The casing 2 of the heat pipe having an outer diameter of about 14 mm is made of molybdenum. A heat pipe core 6 made of two layers of molybdenum grid having a square mesh size of about 40 microns is attached to the inner surface of the heat pipe casing 2.

ヒートパイプの芯6は、液体リチウムで満たされている。核燃料8とともにヒートパイプの蒸発領域は、燃料要素の容器3に囲まれている。燃料要素の容器3とモジュールケーシング1との間に、モリブデンの4層とジルコニウム箔の5層で作られた多層熱シールドの形態で作られている断熱材5が配置される。モジュールケーシング1内には、10-1Pa以下の残留ガス圧で真空が生成される。 The core 6 of the heat pipe is filled with liquid lithium. The evaporation region of the heat pipe together with the nuclear fuel 8 is surrounded by the container 3 of the fuel element. Between the fuel element container 3 and the module casing 1, a heat insulating material 5 made in the form of a multi-layer heat shield made of four layers of molybdenum and five layers of zirconium foil is arranged. A vacuum is generated in the module casing 1 with a residual gas pressure of 10 -1 Pa or less.

外径20mm、壁厚1mmの燃料要素の容器3は、19.75%の濃縮度の二酸化ウランの核燃料8ペレットで満たされたモリブデンでできている。 The container 3 of the fuel element having an outer diameter of 20 mm and a wall thickness of 1 mm is made of molybdenum filled with 8 pellets of uranium dioxide nuclear fuel having a concentration of 19.75%.

燃料柱(fuel column)の高さは約500mmである。燃料ペレットと燃料要素の容器3の間に環状のギャップ(図示せず)が作成され、ガス状核分裂生成物を核燃料8の上にある空洞に排出させる。 The height of the fuel column is about 500 mm. An annular gap (not shown) is created between the fuel pellet and the fuel element vessel 3 to expel gaseous fission products into the cavity above the nuclear fuel 8.

炉心内の燃料要素の総数は、モジュールの数に等しくなる。炉心の熱出力が1200kWの場合、1つの燃料要素の平均電力は約5.7kWである。 The total number of fuel elements in the core is equal to the number of modules. When the heat output of the core is 1200 kW, the average power of one fuel element is about 5.7 kW.

燃料要素の外容器3の設計温度は1525Kである。Li7は、ヒートパイプの冷却材として使用され、大気圧の水は液体減速材として使用される。 The design temperature of the outer container 3 of the fuel element is 1525K. Li7 is used as a cooling material for heat pipes, and atmospheric pressure water is used as a liquid moderator.

最も近い技術的な解決策と比較すると、本開示に係る原子炉の炉心の利点は、炉心出口の冷却材の温度を1200Kから1500K、およびそれ以上に上げることであり、これにより、原子力発電所の効率の向上されることである。さらに、特に熱光起電エネルギー変換を備えた原子炉の炉心の使用範囲を拡大することができる。 Compared to the closest technical solution, the core advantage of the reactor according to the present disclosure is to raise the temperature of the coolant at the core outlet from 1200K to 1500K and above, thereby a nuclear power plant. Is to improve the efficiency of. Furthermore, the range of use of the core of a nuclear reactor, which is particularly equipped with thermoelectromotive energy conversion, can be expanded.

1 モジュールのケーシング
2 ヒートパイプのケーシング
3 燃料要素の容器
4 固体中性子減速材
5 断熱材
6 芯
7 固体中性子減速材の外側シェル
8 核燃料
1 Module casing 2 Heat pipe casing 3 Fuel element container 4 Solid neutron moderator 5 Insulation 6 Core 7 Solid neutron moderator outer shell 8 Nuclear fuel

Claims (5)

原子炉の炉心であって、
1つのヒートパイプと少なくとも1つの燃料要素とを含むモジュールを少なくとも1つ備え、
前記ヒートパイプは、ヒートパイプケーシングと、芯と、冷却材とを含み、
前記燃料要素は、核燃料と容器とを含み、
前記炉心は、内部に前記少なくとも1つのモジュールが配置されるための少なくとも1つの穴を有する固体中性子減速材を炉心ケーシング内に配してなり、
前記ヒートパイプがモジュールケーシング内に配され、
燃料要素がヒートパイプの蒸発領域の周囲に、ヒートパイプケーシングと熱接触するような状態で配置されて、容器内に収納されており、
前記モジュールケーシングと前記固体中性子減速材との間の隙間は、液体中性子減速材で満たされている
ことを特徴とする原子炉の炉心。
The core of a nuclear reactor
With at least one module containing one heat pipe and at least one fuel element,
The heat pipe includes a heat pipe casing, a core, and a coolant.
The fuel element includes nuclear fuel and a container.
The core comprises a solid neutron moderator having at least one hole for arranging the at least one module inside the core casing.
The heat pipe is arranged in the module casing and
The fuel element is placed around the evaporation area of the heat pipe so that it is in thermal contact with the heat pipe casing and is housed in the container.
The core of a nuclear reactor, characterized in that the gap between the module casing and the solid neutron moderator is filled with a liquid neutron moderator.
前記モジュールケーシング内が、真空にされていることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の炉心。 The core of the nuclear reactor according to claim 1, wherein the inside of the module casing is evacuated. 前記モジュールケーシング内が、熱伝導率の低い不活性ガス、例えば、キセノンで満たされていることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の炉心。 The core of a nuclear reactor according to claim 1, wherein the inside of the module casing is filled with an inert gas having a low thermal conductivity, for example, xenon. チウム、カルシウム、鉛、銀のうち一の金属が、前記ヒートパイプの冷却材として使用されることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の炉心。 The core of a nuclear reactor according to claim 1, wherein one of the metals of lithium , calcium, lead, and silver is used as a coolant for the heat pipe. 水が、液体中性子減速材として使用されることを特徴とする請求項1に記載の原子炉の炉心。 The core of a nuclear reactor according to claim 1, wherein water is used as a liquid neutron moderator.
JP2019572823A 2018-08-16 2018-12-25 Reactor core Active JP7014826B2 (en)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018129925 2018-08-16
RU2018129925A RU2687288C1 (en) 2018-08-16 2018-08-16 Nuclear reactor active zone
PCT/RU2018/000870 WO2020036509A1 (en) 2018-08-16 2018-12-25 Nuclear reactor core

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2021512277A JP2021512277A (en) 2021-05-13
JP7014826B2 true JP7014826B2 (en) 2022-02-01

Family

ID=66578679

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2019572823A Active JP7014826B2 (en) 2018-08-16 2018-12-25 Reactor core

Country Status (10)

Country Link
US (1) US11476011B2 (en)
EP (1) EP3839978A4 (en)
JP (1) JP7014826B2 (en)
KR (1) KR102422211B1 (en)
CN (1) CN111066092A (en)
CA (1) CA3066241C (en)
EA (1) EA037931B1 (en)
JO (1) JOP20190307B1 (en)
RU (1) RU2687288C1 (en)
WO (1) WO2020036509A1 (en)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111081393B (en) * 2019-12-31 2022-06-28 中国核动力研究设计院 Integrated solid reactor core structure adopting heat pipe and fuel rod
WO2021178953A2 (en) * 2020-03-06 2021-09-10 Oklo Inc. Fuel, heat exchanger, and instrumentation for nuclear reactors
CN111540489B (en) * 2020-05-21 2022-09-09 哈尔滨工程大学 Modular supercritical water cooling and heating pipe reactor system
CN112102972B (en) * 2020-08-24 2022-05-13 中国原子能科学研究院 Reactor core heat transfer scheme for high-power heat pipe reactor
US11955249B2 (en) * 2020-10-29 2024-04-09 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core
CN112865606B (en) 2020-12-08 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 Alkali metal reactor power supply
CN113130097B (en) * 2021-03-05 2022-04-12 安徽中科超核科技有限公司 High-efficiency heat-conducting heat pipe reactor fuel element
CN113362971B (en) * 2021-05-21 2022-10-28 西安交通大学 Compact heat pipe reactor core structure for static conversion
US20230282373A1 (en) * 2022-03-07 2023-09-07 BWXT Advanced Technologies LLC Fuel bundle with twisted ribbon fuel rodlets for nuclear thermal propulsion applications, structures for manufacture, and methods of manufacture

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20160027536A1 (en) 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
JP2017181445A (en) 2016-03-31 2017-10-05 株式会社東芝 Portable type nuclear reactor and reactor core thereof
US20180075931A1 (en) 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL249638A (en) * 1959-03-21
DE1274750B (en) * 1966-05-13 1968-08-08 Bbc Brown Boveri & Cie Thermionic converter fuel assembly
US4506183A (en) * 1980-11-30 1985-03-19 The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration High thermal power density heat transfer apparatus providing electrical isolation at high temperature using heat pipes
US5408510A (en) * 1994-04-11 1995-04-18 The Babcock & Wilcox Company Thermionic nuclear reactor with flux shielded components
US6037697A (en) * 1999-01-18 2000-03-14 General Atomics Thermionic converter and method of making same
RU2165656C1 (en) * 1999-08-26 2001-04-20 Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" Thermionic converter reactor
RU2187156C2 (en) * 2000-06-29 2002-08-10 Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives)
DE10123690A1 (en) * 2001-05-15 2002-12-05 Framatome Anp Gmbh Process for protecting the components of the primary system of a boiling water reactor, in particular against stress corrosion cracking
RU2328042C2 (en) * 2006-06-14 2008-06-27 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Atomic reactor core
US8987579B2 (en) * 2011-05-05 2015-03-24 Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. Power converter
WO2014204543A1 (en) * 2013-04-25 2014-12-24 Los Alamos National Security, Llc Electric fission reactor for space applications
RU2595639C2 (en) * 2014-12-04 2016-08-27 Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" ("АО "АТОМПРОЕКТ") System for passive heat removal from internal volume of protective shell
CN104766636B (en) * 2015-04-20 2017-07-25 中国科学技术大学 A kind of nuclear fuel rod cools down the nested integral structure of heat pipe with center
US10559389B2 (en) * 2017-02-06 2020-02-11 Battell Energy Alliance, LLC Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors
RU2660942C1 (en) * 2017-12-05 2018-07-11 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Active zone of the nuclear reactor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20160027536A1 (en) 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
JP2017181445A (en) 2016-03-31 2017-10-05 株式会社東芝 Portable type nuclear reactor and reactor core thereof
US20180075931A1 (en) 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core

Also Published As

Publication number Publication date
JP2021512277A (en) 2021-05-13
EP3839978A1 (en) 2021-06-23
US11476011B2 (en) 2022-10-18
EP3839978A4 (en) 2022-07-13
JOP20190307B1 (en) 2023-09-17
RU2687288C1 (en) 2019-05-13
EA037931B1 (en) 2021-06-08
US20210335510A1 (en) 2021-10-28
BR112019028207A2 (en) 2021-02-23
CA3066241C (en) 2023-10-24
EA201992605A1 (en) 2020-05-12
WO2020036509A1 (en) 2020-02-20
CA3066241A1 (en) 2020-02-16
CN111066092A (en) 2020-04-24
KR20200104212A (en) 2020-09-03
KR102422211B1 (en) 2022-07-18
JOP20190307A1 (en) 2020-02-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7014826B2 (en) Reactor core
RU2680250C1 (en) Active zone of the nuclear reactor
US20180033501A1 (en) Nuclear reactor and a method of heat transfer from a core
RU2159479C2 (en) Thermionic reactor
JP7050886B2 (en) Liquid metal cold reactor with fully passive residual force removal (DHR) system
JP2022552608A (en) Reactors with liquid metal alloy fuels and/or moderators
TW202324451A (en) Devices, systems, and methods for removing heat from a nuclear reactor core
RU2660942C1 (en) Active zone of the nuclear reactor
CN112582084A (en) Micro-stack adopting superconducting heat pipe
BR112019028207B1 (en) ACTIVE AREA OF A NUCLEAR REACTOR
BR112019028262B1 (en) REACTOR CORE
Fratoni et al. Preliminary feasibility study of the heat-pipe ENHS Reactor
CN115424743A (en) Passive heat exporting system for horizontal reactor
Loginov Development experience for experimental reactor facility cooled with evaporating liquid metals
Degtiarenko Moving core beam energy absorber and converter

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20200722

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20210831

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20211130

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20211221

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20220120